RCV系统最小下泄流量随一回路压力的关系

本文对化学和容积控制系统(RCV)的下泄回路进行了热工水力的建模,并挑选一回路不同的压力温度对应关系作为下泄流量计算的输入,分析了一回路何种工况下会得到更小的下泄流量。计算了下泄调节阀RCV013VP不同开度下的最小下泄流量与一回路压力的关系。为岭澳二期的发生蒸发器传热管侧破裂(SGTR)时SOP事故分析提供了输入依据。     

核电站下泄调节阀阀座碎裂原因分析

化学和容积控制系统(RCV)是核电站的重要辅助系统。在化学和容积控制系统中,下泄调节阀起重要作用,是自动控制系统中一个极为重要的组成。某核电站出现两次下泄调节阀调节流量不准的情况,解体后发现下泄调节阀阀座已经碎裂。本文就阀座的碎裂情况进行试验研究,找到其碎裂的原因,并提出相关阀门安装的改进方案。     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

CPR1000核电机组下泄温度异常原因分析及措施

下泄温度控制阀(4RRI155 VN)在自动状态,下泄温度(4RCV002 MT)总是出现突然上升,最高温度达57.6℃。根据故障现象,先对控制回路PI调节参数进行了优化,下泄温度异常的频率有所下降;利用阀门诊断仪FLOW-SCANER 6000对阀门各控制部件进行了检查,发现阀门的电气转换器(E/P)存在问题,通过更换E/P,故障基本消除。但当下泄模式由双孔板切向单孔板运行时,又出现了下泄温度异常波动的情况。经解体阀门发现执行机构选型存在问题,更换阀门的执行机构后,故障彻底消除。本文就该问题的分析、处理过程进行阐述,并提出优化建议。这对同类型机组阀门故障处理和选型起到一定的借鉴作用。     

主泵密封流量分配对化学和容积控制系统设计的影响分析

讨论了压水堆核电厂冷却剂泵密封流量分配对化学和容积控制系统(RCV)设计可能产生的影响,并对其根本原因进行了探讨.定量计算了不同主泵密封流量分配导致RCV再生热交换器出口温度的改变,指出了RCV进行适应性更改的方向.采用热工.水力软件(Flowmaster)对上充泵在不同主泵密封流量需求下的能力进行了验证.     

高温气冷堆蒸发器工程验证实验回路蒸发器传热管流量调节特性研究

高温气冷堆蒸发器工程验证实验回路蒸发器传热管流量调节精度要求很高,电动阀门能否满足调节精度要求需分析和验证。在常温、常压测试回路上测量了电动阀门在不同开度下的阻力系数(性能曲线)和阀门的调节灵敏度,然后根据测量结果分析在实际运行工况下采用单阀门和双阀门的流量调节灵敏度。结果表明,单阀调节精度较低,最小步长对应的流量变化值约为2.4%。双阀可提高调节精度,固定阀门与可调阀门的节流比为5:1时,最小步长对应的流量变化值约为0.175%,且调节精度随节流比增加而提高。     

AP1000正常余热排出系统低压注射性能分析

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统（RNS）的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵的性能曲线,计算分析了RNS在向反应堆冷却剂系统进行低压注射的工况下分别从安全壳内置换料水箱和装料池两个水源吸水时该系统的低压注射性能（主要借助注射流量和注射可持续时间两个性能参数进行衡量）。通过上述计算分析,本文不仅验证AP1000 RNS低压注射功能设计的可靠性,同时也定量给出了两个低压注射水源的实际注射容量。     

大亚湾核电站化学和容积控制系统下泄温度调控算法的优化与验证

大亚湾核电站和岭澳核电站1号和2号机组的化学和容积控制( RCV)系统下泄温度调控电路在温度大幅波动和外界扰动下呈现出严重的迟滞.导致该现象最直接的原因是阀门和热交换器的固有纯延迟性,而其控制电路中的控制器只是简单的比例积分(PI)控制器,不能满足系统要求.本研究通过理论推导和仿真实验验证,提出将Smith预估补偿原理...     

中国先进研究堆堆芯流量分配计算

针对中国先进研究堆(CARR)正常运行强迫循环工况和自然循环工况下堆芯内冷却剂流动方向相反的特点,开发了堆芯流量分配计算程序。程序针对这两种运行工况进行了全堆芯的数值模拟,得出堆芯流量分配计算结果和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场。计算发现两种工况下堆芯内各通道的流量份额变化不大,表明流量分配主要取决于通道几何形状和尺寸,基本可以忽略功率分布不均的影响。     

福清核电厂48V直流电源LCA/LCB失电故障分析

全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄、低压下泄不可用;触发停堆断路器断开P4信号;可能因反应堆冷却剂过分冷却或压力过低,从而导致反应堆停堆或者安注。LCB失电时硼化不受影响,稳压器的下泄可以通过现场手动操作重新投入,也可能会因反应堆冷却剂过冷或压力过低导致反应堆停堆或者安注。     

秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定

本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6％和109.0％;三种方法测定结果相对偏差≤4％;主泵输入电功率法测定结果是可信的。     

秦山核电站下泄背压调节阀控制系统改进

下泄背压调节阀控制系统能够稳定下泄管段孔板后的压力,文章针对秦山核电站中系统功能冗余、电位被钳的问题,提出了解决方案。该方案删除了固态逻辑组件、主控跟踪卡,转移了跟踪卡取值位置,并在实际应用中运行良好。     

Reversal of laminar flow in a circular pipe

In the analysis of the loss of coolant accident (LOCA) in water reactors, the frictional resistance is treated in a one-dimensional sense using the quasi-steady state approximation for evaluation of the friction factor. The calculation has predicted one or more flow reversals. The present paper examines the limits of validity of the quasi-steady approximation by comparing with a new exact solution assuming no flow separation. Radial velocity distributions, mean flowrate and friction coefficients are compared for the specific case of a ramp change in pressure gradient including the limiting step. For low ramp rates with transient laminar flow in circular pipes the quasi-steady approximation is found valid; for high ramp rates the time to zero bulk flow is underestimated by 22.2%.     

超临界水堆控制条件下扰动特性分析

超临界水堆的一次通过循环设计不同于现有轻水堆,因此研究其扰动特性十分重要。在发生扰动后欲保持电站运行稳定,就要依靠控制系统调节达到稳定的状态。本文通过FORTRAN编制程序,研究以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为控制方式的电站系统中,发生压力、温度等扰动时,反应堆内参数的变化。结果表明：给水流量的扰动不会对系统行为有很大影响,给水温度下降的扰动需较长时间才能达到稳定,压力设定值变化扰动时稳定所需的时间较短。     

Safety design of Pb–Bi-cooled direct contact boiling water fast reactor (PBWFR)

In Pb–Bi-cooled direct contact boiling water small fast reactor (PBWFR), steam is generated by direct contact of feedwater with primary Pb–Bi coolant above the core, and Pb–Bi coolant is circulated by steam lift pump in chimneys. Safety design has been developed to show safety features of PBWFR. Negative void reactivity is inserted even if whole of the core and upper plenum are voided hypothetically by steam intrusion from above. The control rod ejection due to coolant pressure is prevented using in-vessel type control rod driving mechanism. At coolant leak from reactor vessel and feedwater pipes, Pb–Bi coolant level in the reactor vessel required for decay heat removal is kept using closed guard vessel. Dual pipes for feedwater are employed to avoid leak of water. Although there is no concern of loss of flow accident due to primary pump trip, feedwater pump trip initiates loss of coolant flow (LOF). Injection of high pressure water slows down the flow coast down of feedwater at the LOF event. The unprotected loss of flow and heat sink (ATWS) has been evaluated, which shows that the fuel temperatures are kept lower than the safety limits.     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

汽水分离再热器波形板分离元件试验验证

在压水堆核电机组汽水分离再热器（MSR）的实际运行工况下验证饱和湿蒸汽通过波形板分离元件时的分离特性和压降特性。采用大型热工-水力试验台架提供满足要求的饱和湿蒸汽，获得该湿蒸汽流经试验件的压降和残余湿度，结果表明:该MSR波形板试验件的二次携带临界流速较高，在入口蒸汽干度不大于86%且入口速度低于临界流速时，其残余湿度不大于0.1%，分离效率在99%以上，压降不大于7 kPa，满足出口蒸汽干度不小于99%、分离模型压降不大于14 kPa的设计要求，具有良好的分离和压降特性。      

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

In an accident of loss of feedwater in an AP1000 plant, the pressurizer was filled with water for a series of improper operations, and the safety valves may not be qualified to re-close following multiple cycles of opening, which is not acceptable in Condition Ⅱ events. The paper analyzes the causes for the filling of water in the pressurizer in this event, that is, the instantaneous evaporation of coolant in the loop during the process of improper depressurization of RCS while the PRHR HX is with sufficient cooling capability. At this time, the water level in the pressurizer level cannot be decreased by opening the reactor vessel head vent valves for emergency letdown. Finally, the recommended measure is provided to prevent the filling of water in the pressurizer during loss of normal feedwater for AP1000 NPP. The RCS pressure should always be higher than the saturation pressure corresponding to the temperature of the hot legs to avoid the coolant evaporation.     

大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全

大破口失水事故时，安注系统由冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂流入堆芯。如果把安注系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，从热段注入的冷却剂带走了上腔室和堆芯内的较多热量而降低了上腔室内的压力，使冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。同时，从热段注入的部分冷却剂在上腔室内撞击在导向管上后，沿着导向管流入堆芯，堆芯得到的冷却剂比单一冷段安注时得到的冷却剂要多，堆芯会更安全     

压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败,甚至可能导致一回路设备损坏;同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态,对一回路设备冲击极大,所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性,提高试验的一次成功率,控制试验的风险,本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题,对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验,一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题,获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果,达到了同行领先水平。